风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究

随着核电厂安全分析方法的不断发展，结合传统确定论分析与概率风险评价（PSA）的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注。本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状，提出了风险指引的大破口失水事故（LBLOCA）分析方法，并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度（PCT）裕量。在PSA分析中，识别并量化了LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列，并采用确定论现实分析方法（DRM）对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析。然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的PCT裕量进行了评估。结果表明，本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36~55 ℃，相比于传统的DRM裕量提升了16~35 ℃。     

福清核电厂1、2号机组抗震裕量评价

地震是核电厂主要外部灾害之一,地震风险评估对于核电厂的安全评价具有重要的价值。抗震裕量评价(SMA)是开展核电厂地震灾害风险分析的重要方法之一,其目的是为了判断核电厂的抗震设计能力相对于设计基准地震的抗震裕量,找出核电厂的抗震薄弱环节,提高核电厂的抗震能力。本文针对福建福清核电厂1、2号机组进行抗震裕量评价,分析表明电力支持系统和一回路辅助管道的抗震能力相对薄弱,是导致核电厂抗震能力薄弱的主要原因,电力支持系统和一回路辅助管道需进一步提高其抗震能力,且核电厂需考虑编制地震应急规程。     

反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析

根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究,并计算了小支管系统的允许有效速度.根据振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估;采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算,并与允许振动交变应力进行比较;采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算,根据Miners线性损伤累积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估.结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动交变应力允许值,该管线属于振动敏感管线;而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计寿命,有较大的安全裕量.     

CPR1000核电厂LBLOCA裕量提升研究

为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHARE程序,对安注箱水体积增加进行敏感性计算,以得到水体积增加量的最优值;热棒统计法中,对3个很大程度上影响计算结果的输入参数进行了抽样,并对计算结果进行统计分析,得到95%95%值(95%置信度下95%概率值)。结果表明,在采用上述两种改进措施后,CPR1000核电厂的LBLOCA安全裕量提升了6.5%。     

非参数统计方法在DNBR限值计算中的应用

非参数统计方法是一种不依赖某种特定分布的统计推断方法,它通过抽样计算得到总体在一定概率水平和置信度下的容许限。DNBR裕量是核电站设计中的重要参数,能够反映核电站的安全水平。本文应用基于Wilks公式容许限的非参数统计方法及VIPRE-01程序计算300MW核电厂在全失流事故(LOFA)下的DNBR设计限值,并与ITDP方法得到的DNBR限值相比较,以期获得一定的DNBR裕量。结果表明,相对于ITDP方法,非参数统计方法获得了2.96%的DNBR裕量,该方法由于减少了分析过程中的保守性,能够提供更大的DNBR裕量,而DNBR裕量增加有利于堆芯换料方案的改进。     

CNP1000核电厂的安全性与经济性

核电厂的安全性是最重要的，但是没有经济性的核电厂是不受欢迎的。URD要求的15％的热工裕量不是法规文件。核安全部门关心的是反庆堆的安全而不是热工裕量。增大反应堆的热工裕量，就意味着在同等经济规模条件下的核电厂要降低其反应堆的热功率（经济性）。过去设计的反应堆都是严格按照核安全法规设计，而且采用非常保守的计算方法、公式和计算机程序进行设计，所得到的热工裕量非常小或者没有，但是这些反应堆仍然在安全运行着，如果现在采用新的计算方法、公式和计算机程序计算这些运行核电厂的热工裕量，应该是有所提高的。同时，用不同类型的计算方法、公式和计算机程序得到的热工裕量也是不相同的，所以热工裕量不是评价反应堆是否安全的标准。在经济不发达的中国，反应堆的安全性和经济性同样是非常重要。增大反应堆的热工裕量主要是为了防止核电厂在正常运行时偏离设计安全限值、增加反应堆应付事故和严重事故的能力。核电厂设计应该俦考虑如何保证在任何事故条件下反应堆能够及时停堆、不失电、提高ECCS的非能动能力和可靠性，同时使用那些被实验和实践证明的新设计方法、公式和计算机程序进行反应堆设计，切实提高反应堆的安全性和可靠性，在保证核安全的前提下充分提高核电厂的经济性。通过使用最新的子通道分析程序和最佳估算（方法）大破口失水事故分析程序对CNP1000核电厂（2775MW热功率，3.66m堆芯和3150MW热功率，4.27m堆芯）进行了DNBR裕量和大LOCA线功率裕量分析，计算的DNBR值和峰值包壳温度都满足验收准则的要求，其DNBR裕量和线功率裕量都满足15％的要求，反应堆是安全的。从安全和经济的角度，CNP1000核电厂应该选择3150MW热功率，4.27m堆芯为宜。     

临界热流密度关系式与DNBR热工裕量

采用不同的临界热流密度关系式、不同的DNBR子通道分析程序、不同的DNBR限值、不同的DNBR验收准则和DNBR热工裕量计算方法。得到的DNBR和DNBR热工裕量是不相同的，通过使用最新的子通道分析程序。利用EC-2000和WRB-2M临界热流密度关系式对CNP1000核电厂277MW、2895MW和3150MW热功率堆芯进行了DNBR和DNBR裕量分析。DNBR值满足验收准则的要求，反应堆是安全的。     

CNP1500核电站的DNBR与DNBR热工裕量分析

通过使用FLICA—IV程序对CNP1500核电站进行具有包络性的DNBR与DNBR裕量分析。在稳态DNBR分析中，使用确定论的DNBR验收准则值，在失流和落棒事故分析中，使用全统计法的DNBR验收准则值。尽管在CNP1500核电站的稳态、失流和落棒事故分析中具有包络性的焓升因子值1．7被使用，但DNBR仍然满足验收准则的要求，说明CNP1500核电站的堆芯是安全的。除落棒事故的DNBR裕量不满足15％的热工裕量外，稳态和失流事故的DNBR热工裕量满足15％的URD要求。     

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故DNBR裕量分析

次临界或低功率启动工况下控制棒组失控抽出事故定义为RCC-P Ⅱ类事故,它一直是核电厂安全分析的极限事故之一。本文以典型三环路压水堆为对象,分析了热停堆状态下不同停堆棒组组合对该事故DNBR裕量的影响。研究表明,通过优化热停堆状态下停堆棒组组合,在保证足够的停堆深度下,可进一步提高典型三环路压水堆核电厂在该事故下的DNBR裕量。     

核电厂地震概率安全分析研究现状及展望

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震灾害风险的重新审视和认识.本文概述了地震概率安全评价这一有效评估地震灾害风险的方法在国内外的已有研究成果和现状,详述了其开展方法及流程,对比性简介了确定论地震灾害分析方法一地震裕量评估法,对核电厂地震相关的研究和监管提出了一些建议.     

模块式小型压水堆堆腔注水系统下封头设计两相数值模拟研究

堆腔注水系统(CIS)可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度(CHF)的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封头结构设计。结果表明:椭球型下封头和半球型下封头CHF随角度分布曲线大不相同,虽然二者最高CHF值相当,但椭球型CHF值在中部角度区(30°~60°)要远高于半球型CHF值。因此,在新设计中可以考虑采用椭球型下封头以提高堆腔注水系统的安全裕量。     

美国核武器安全和控制特点

自曼哈顿计划研制核武器以来,安全和控制一直是人们主要关心之事。这里所说的安全是指防止意外的核爆炸或核武器中有害物质的释放,例如核武器遇火灾或运载核武器的飞机坠毁。控制是指防止未经批准使用核武器。下表列出了目前在美国核武库或研制中     

裕量法的堆芯功率能力分析研究

堆芯功率能力分析是在确定的反应堆运行模式下研究堆芯功率分布的控制,以满足核电厂在Ⅰ类工况下电厂机动性要求和Ⅱ类工况时安全性要求。传统的功率能力分析方法,比如综合法或较为先进的三维分析方法,均是计算功率分布相应的关键安全参数,并验证关键安全参数满足相应的设计准则。对于使用在线功率分布监测系统的压水堆,功率能力分析方法计算满足设计准则的最大功率水平。以西屋3DFAC方法为基础,给出裕量法功率能力的计算模型;并采用裕量法进行三门核电厂首循环特定燃耗步的功率能力分析,证明裕量法计算模型的合理性。裕量法计算模型不仅有助于工程设计人员快速掌握AP1000核电厂的功率能力分析方法;同时也为其他具有堆内监测系统的反应堆的堆芯功率能力分析提供参考。     

中小破口失水事故现实估算分析

介绍了以CATHARE和SAHASB计算机程序为基础的中小破口失水事故现实估算方法。在大亚湾18个月换料项目中，为了定义失水事故（LOCA）包络线和检查安全裕量，运用此方法进行了计算分析。结果表明，大亚湾核电站采用18个月换料之后，在中小破口失水事故时仍有较大安全裕量。     

压水堆核电厂堆芯功率能力验证分析

介绍了压水堆核电厂换料堆芯功率能力验证分析的原理和方法。利用中子学计算程序对换料堆芯正常运行工况（一类工况或工况I）和中等频率事故工况（二类工况或工况II）中可能的堆芯功率分别进行模拟。从反应堆物理和热工水力学的角度论证反映一、二类工况堆芯安全性的线功率密度裕量和偏离泡核沸腾比（DNBR）裕量。从而验证一类工况反应堆运行区域和二类工况超漏、超功率保护限值。本文还给出了大亚湾核电站18个月换料堆芯功率能力验证分析的结果。     

本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）方法被国际原子能机构（IAEA）推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用于评价程序本构模型的不确定性,基于该方法对本构模型按照特征进行分类,针对不同模型类型采用不同评价方法。本研究使用的模型评价方法包括前向方法中的非参数曲线估计法以及反向方法中的贝叶斯校准法和覆盖率校准法,此外还包含替代模型的构建方法。使用该结构化方法量化了失水事故中重要模型的不确定性,并将量化的模型不确定性通过抽样计算传播至包壳峰值温度。结果表明,抽样计算值和实验值均小于保守计算值,考虑了模型不确定性后的传播计算结果能够很好地包络实验值,且考虑模型不确定性后能够有效增加安全裕量。      

CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析

CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。     

核电厂主管道90°弯头热老化程度的评估

根据IAEA和国际上相关文献提出的铸造奥氏体-铁素体不锈钢热老化评价方法和评估流程,以秦山核电厂二期扩建工程为例,对静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在长时间热老化后,以及在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性J-R曲线进行评估。评估结果表明:秦山核电厂二期扩建工程主管道静态铸造奥氏体-铁素体不锈钢主管道90°弯头在325℃服役10 a后的冲击韧性和断裂韧性有明显的下降,但冲击韧性仍在安全裕量以内,长时间热老化后的冲击韧性已低于设计要求。     

核电厂内部水淹概率风险分析

福岛核事故后，外部灾害事件对核电厂安全的影响逐渐受到重视，而核电厂内部水淹是常见的一种重要灾害，可能导致核电厂发生严重事故，通常无法通过外部事件筛选分析筛除，需对此进行定量评估。本文在对核电厂水淹概率风险分析方法进行了大量研究的基础上，探讨了发生水淹对核电厂设计和运行的影响，提出了内部水淹风险的贡献项。结果表明：电气厂房和设备冷却水系统分别是对内部水淹导致的堆芯损坏频率贡献最大的厂房和水淹源，需在相关区域适当增加水淹防护措施并加强水淹探测及报警能力。     

基于非参数统计法的DRM分析方法改进研究

确定现实方法(DRM)基于响应面分析方法进行不确定性评价,并在现实模型中引入保守裕度,使得最终结果包络不确定性的可信度大于95%。本文在DRM的基础上,采用独立于不确定性参数的非参数统计法代替响应面分析方法,以峰值包壳温度为目标参数,对典型3环路压水堆核电厂的大破口失水事故(LB-LOCA)进行不确定性分析,结果表明:基于非参数统计法得到的满足95%/95%概率要求的峰值包壳温度被原有DRM的计算值所包络,通过该改进方法可以获得更大的安全裕量。